核燃料后处理分析英文解释翻译、核燃料后处理分析的近义词、反义词、例句

英语翻译：

【化】 reprocessing analysis

分词翻译：

核燃料后处理的英语翻译：

【化】 fuel reprocessing; nuclear fuel reprocessing

分析的英语翻译：

analyze; construe; analysis; assay
【计】 parser
【化】 analysis; assaying
【医】 analysis; anslyze
【经】 analyse

专业解析

核燃料后处理分析 (Hé Ránliào Hòu Chǔlǐ Fēnxī) / Spent Nuclear Fuel Reprocessing Analysis

从汉英词典角度，并结合核能工程的专业背景，“核燃料后处理分析”指的是对使用过的核燃料（乏燃料）进行化学处理以回收可利用物质（如铀、钚）的过程中，所涉及的一系列分析活动、技术方法和数据评估工作。其核心在于对后处理流程及其产物进行科学检测、数据解读和安全评估。

以下是该术语的详细解释：

定义与核心目标 (Definition & Core Objectives)
- 后处理 (Reprocessing)：指将反应堆中使用过的核燃料（乏燃料）进行化学处理，分离出可循环利用的铀(U)、钚(Pu)等裂变材料，以及提取或处理高放射性废物（主要是裂变产物和次锕系元素）的过程。
- 分析 (Analysis)：在此语境下，特指贯穿整个后处理流程的分析化学活动，尤其是放射化学分析。其核心目标是：
  - 流程控制：实时监测工艺流中的化学成分（如铀、钚浓度，酸度，裂变产物含量等），确保工艺稳定运行和产品质量。
  - 物料衡算：精确测量核材料（特别是铀、钚）在各个环节的存量、转移量和损失量，是核保障监督的关键，防止核材料扩散。
  - 产品检验：确认回收的铀、钚等产品达到规定的纯度和质量标准。
  - 废物表征：准确测定最终废物的组成、放射性活度、毒性等特性，为安全处理和处置提供依据。
  - 安全与环境监测：分析工作场所和环境样品中的放射性核素，评估操作安全性和环境影响。
关键分析方法 (Key Analytical Methods)
- 放射化学分析 (Radiochemical Analysis)：这是后处理分析的核心。涉及复杂的样品预处理（溶解、分离、纯化）和放射性测量技术（如α、β、γ谱仪，液体闪烁计数等），用于精确测定特定放射性核素（如U, Pu, Am, Cm, Sr-90, Cs-137等）的含量和同位素组成。
- 化学计量学分析 (Chemometric Analysis)：利用数学和统计学方法处理大量分析数据，优化工艺参数，进行过程诊断和预测。
- 物理方法 (Physical Methods)：如X射线荧光(XRF)、质谱(MS - 特别是热电离质谱TIMS和电感耦合等离子体质谱ICP-MS)、分光光度法等，用于元素和同位素分析。
- 在线分析 (Online Analysis)：在工艺管道中实时或近实时监测关键参数（如浓度、密度），用于快速反馈控制。
分析对象与挑战 (Analytical Targets & Challenges)
- 对象：涵盖后处理厂的所有物料流，包括溶解液、萃取过程中的各相溶液、纯化后的铀钚产品溶液、高放废液、中低放废液、废气等。
- 挑战：
  - 高放射性：样品具有极强的放射性，需在屏蔽设施（热室）内操作，对人员防护和设备可靠性要求极高。
  - 复杂性：样品基质复杂，含有大量化学性质相似的元素和同位素，分离分析难度大。
  - 痕量分析：核保障监督要求对痕量核材料进行超灵敏检测。
  - 快速性要求：流程控制需要快速的分析结果反馈。
权威参考来源 (Authoritative References)
- 国际原子能机构 (International Atomic Energy Agency - IAEA): 是核能领域最权威的国际组织，发布大量关于核燃料循环、后处理技术、核保障监督（包括物料衡算和分析方法）的标准、指南和技术报告。其官网是获取可靠信息的重要来源。
- 美国核管理委员会 (U.S. Nuclear Regulatory Commission - NRC): 负责监管美国民用核设施（包括后处理相关活动），其网站提供关于核燃料循环、废物管理以及相关法规和技术背景的信息。
- 美国能源部 (U.S. Department of Energy - DOE) 及其国家实验室 (如橡树岭国家实验室 ORNL, 阿贡国家实验室 ANL): 长期从事核燃料循环研究（包括后处理和分析技术），发布大量研究报告和技术文档。
- 经济合作与发展组织核能署 (OECD Nuclear Energy Agency - NEA): 汇集成员国专家知识，发布有关核燃料循环后端（包括后处理和分析）的研究报告和数据。

网络扩展解释

核燃料后处理分析是指对反应堆中卸出的乏燃料进行化学处理与资源回收的系统性技术过程，其核心目标是从高放射性废物中分离可再利用的核材料，并确保环境安全。以下从多个维度展开解释：

一、定义与目的

核燃料后处理是核燃料循环的关键环节，主要包含两方面：

资源回收：回收未充分反应的铀-235、新生成的钚-239等可裂变物质，以及铀-238、钍-232等增殖性材料。例如，低浓缩铀乏燃料中仍含0.9%的铀-235和1%的钚-239。
放射性废物管理：去除长寿命裂变产物（如锶-90、铯-137）和超铀元素，减少废物的长期危害性。

二、技术流程

后处理工艺分为水法和干法两大类：

水法（普雷克斯流程）：采用磷酸三丁酯（TBP）溶剂萃取技术，通过溶解、萃取和纯化步骤分离铀、钚与裂变产物。该技术成熟且回收率高（铀＞99.8%，钚＞99.5%）。
干法（高温冶金/氟化挥发）：在非水相中进行，适用于快堆燃料处理，目前处于研发阶段。

具体步骤包括：

首端处理：切割燃料组件并溶解芯体；
化学分离：多级萃取循环实现铀钚分离；
尾端处理：将硝酸盐转化为二氧化铀/钚氧化物。

三、分析要点

后处理分析需关注：

放射性监测：实时检测α、β、γ辐射强度，确保操作安全；
成分分析：通过质谱、色谱等技术测定铀/钚浓度及裂变产物残留量；
临界控制：避免浓缩过程中发生链式反应，需通过几何限制和中子毒物实现。

四、意义与挑战

资源利用：处理后铀钚可制成MOX燃料，使铀资源利用率提升20-30倍；
环保效益：减少核废物体积90%，放射性半衰期从数万年缩短至数百年；
技术难点：高放射性环境下需远程操作，设备需重混凝土屏蔽，成本高昂。

中国已掌握相关技术（如中核四〇四中试工程），推动核能可持续发展。未来发展方向包括干法工业化应用及废物嬗变技术研发。